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영어
The nuclear fuel cladding temperatures of the HANARO fuel test loop have been calculated by MARS code for the large break loss-of-coolant accidents. Conservative method was used for the analysis of the loss-of-coolant accidents. Consequently, the maximum peak cladding temperature was predicted as 1235K, which was lower than the design limit temperature (1477K) of nuclear fuels for the HANARO fuel test loop. This means that the cooling capability of the emergency cooling water system for the HANARO fuel test loop is sufficient for the large break loss-of-coolant accidents.
목차
Abstract
1. 서 론
2. 핵연료시험설비의 설계 특성
3. 해석 방법
3. 1 전산 해석 프로그램
3. 2 열수력 해석 모델링
3. 3 배관 파단 모델링
4. 결 과
4. 1 하나로 수조 안 배관의 양단파단 사고
4. 2 제1기기실 배관의 양단파단 사고
5. 결 론
참고문헌
1. 서 론
2. 핵연료시험설비의 설계 특성
3. 해석 방법
3. 1 전산 해석 프로그램
3. 2 열수력 해석 모델링
3. 3 배관 파단 모델링
4. 결 과
4. 1 하나로 수조 안 배관의 양단파단 사고
4. 2 제1기기실 배관의 양단파단 사고
5. 결 론
참고문헌
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